核燃料元件锆合金包壳表面涂层技术研究
编号:24 访问权限:仅限参会人 更新:2020-12-07 16:39:17 浏览:460次 特邀报告

报告开始:2020年11月15日 16:05(0)

报告时间:20min

所在会场:[L] 分会场十一: 能源材料表面工程及应用技术 [L2] 下午

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摘要
2011年日本福岛核事故之后为了防止核燃料元件在事故工况下迅速失效,降低大量放射性物质泄漏的风险,国际上掀起了对耐事故燃料(ATF)的研究热潮。与传统的UO2-锆合金体系核燃料相比,耐事故燃料能够提高燃料元件在事故工况下的固有安全性,同时维持或者改善燃料元件在正常工况下的性能。其中在锆合金包壳表面镀上防护涂层来改善包壳耐腐蚀性能和抗氧化性能的方案有望在短期内实现工程化应用。中国核动力研究设计院(NPIC)在2016年启动了锆合金表面涂层的相关研究,前期开展了涂层成分与工艺的基础研究工作,在此基础上将锆合金表面涂层技术聚焦到PVD工艺制备金属Cr涂层的技术方向,掌握了锆合金表面Cr涂层的制备工艺,研制出具有工程代表性的带Cr涂层锆合金样品,自主研制了超大尺寸锆合金表面涂层制备PVD系统样机并掌握了细长(4m)锆合金管材表面金属Cr涂层制备技术,开展了腐蚀、力学、结合行为、高温氧化、摩擦磨损、热冲击、辐照等系统的性能研究。研究结果表明,所制备的锆合金表面Cr涂层组织细小致密、结合质量好,涂层改性后锆合金包壳材料服役性能优异,具有良好的工程应用前景。
关键词
核燃料元件,锆合金,涂层,PVD,抗氧化
报告人
张瑞谦
中国核动力研究设计院

稿件作者
张瑞谦 中国核动力研究设计院
陈寰 中国核动力研究设计院
王昱 中国核动力研究设计院
韦天国 中国核动力研究设计院
杜沛南 中国核动力研究设计院
杨红艳 中国核动力研究设计院
邱绍宇 中国核动力研究设计院
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重要日期
  • 会议日期

    11月13日

    2020

    11月16日

    2020

  • 10月31日 2020

    提前注册日期

  • 11月05日 2020

    初稿截稿日期

  • 11月16日 2020

    注册截止日期

主办单位
中国机械工程学会表面工程分会
承办单位
广东省新材料研究所
北京大学深圳研究生院
现代材料表面工程技术国家工程实验室
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